放射性廢物處理與處置

劉蘇 彭安國

摘 要：放射性廢物是指含有放射性核素或為放射性核素所污染，其放射性核素的濃度或活度大于審管機構確定的清潔解控水平，并且預期不再使用的物質。由于放射性元素的衰變完全不受外界條件的影響，因此只能通過自身衰變或核反應嬗變降低。本文分析了放射性廢物處理原則并就放射性廢物處置方法就行了簡述。

關鍵詞：放射性廢物;處置;水泥固化;玻璃固化

放射性廢物是指含有放射性核素或為放射性核素所污染，其放射性核素的濃度或活度大于審管機構確定的清潔解控水平，并且預期不再使用的物質。由于放射性元素的衰變完全不受外界條件的影響：如溫度，壓力（真空）、電磁場等物理變化，或參加各種生物、化學反應，其結果都不能改變放射性元素固有的衰變規律，不能通過化學、物理或生物方法消除，因此只能通過自身衰變或核反應嬗變降低。放射性衰變指數規律為：任何放射性元素的原子都不會一下子全部衰變掉，假如現在一種放射性原子有N0個，經過t時間后，尚未衰變的放射性原子的個數就剩下了N個。N和N0之間有如下的關系為N=N0e-λt，其自身衰變如15P32→16S32十-1e0+μ，核反應嬗變如4Be9+2He4→6C12+0n1+Q*。本文分析了放射性廢物處理原則并就放射性廢物處置方法就行了簡述。

我國對放射性廢物的分類建立了國家標準，根據IAEA提出的建議，修訂頒布了放射性廢物分類標準（GB9133—1995）。按物理狀態分為氣載廢物、液體廢物和固體廢物;按比活度分為高放、中放、低放、豁免廢物;其中，豁免、清潔解控和極低放廢物指有些輻射是不必受控制的，對公眾成員有效劑量低于10μSv/a;所引起的年集體有效劑量不超過1人·Sv或指經過去污、清污、熔煉等措施，低于或達到解除審管控制的活度濃度限值。極低放廢物是指多產生于核設施退役和環境整治過程，占退役廢物總量的50%～75%，高出免管廢物1～2數量級，放射性水平比豁免水平略高的低放廢物，采用簡易包裝和簡易填埋，可以處置在淺層填埋場中，覆土壓實，監控30年場址就可以開放使用。IAEA規定的退役“三步曲”通常為：（1）一級退役：監護封存期。設備倒空、清洗、去污、管線封堵，適當進排風;對廠房內外監測并定期檢查。（2）二級退役：局部拆除期。設備部分拆除，人員進出不需監測，不需進排風;對防污染屏障抽樣監測，定期環境檢查，廠址有限制開放。（3）三級退役：最終處置期。設施全部拆除，設備全部運走，不需監測檢查，廠址無限制使用。對放射性廢物處置堅持從源頭抓起、全過程管理、共同負責任，爭取廢物量（體積和重量）和活度，合理可達到的最小的原則。目前，我們所從事的822100、821800、82218、82210各項工程均為放射性廢物的處置廠房及配套設施，只是因其功能不同，處置的廢物對象不同，所以采取了不同的工藝流程，同時，我們在處置過程中根據以往經驗，也分別引進、消化吸收了相關先進技術用于廢物處置，包括焚燒：可減容20～100倍，減重10～80倍，壓實：可減容2～10倍，去污及先進固化技術（水泥固化和玻璃固化）。其中，根據國外經驗，α廢物最小化是獲取重大經濟和環境效益的最佳手段，為確保α廢物最小化，多采用先進固化技術，如法國的高放廢物玻璃固化體從3m3/t重金屬燃料降到0.5m3/t，處理1t乏燃料元件現在只產生2罐高放廢物。

由于我們處置的放射性廢物主要來源于核反應堆及化工后處理，因此伴隨產生的氣、液、固廢物均存在，同時低、中、高放廢物伴存，相對核循環階段或核電站產生的放射性廢物而言，廢物組分復雜，中、高放占比重大，為后續的放射性廢物處置增加了不少的困難。我們現階段主要接觸到的廢物處置方式分別為以下幾種：

（一）氣體和中低放液體的處理

放射性廢氣主要產自放射性操作工藝過程的排氣和設備泄漏，此外，還來自放射性實驗室和廠房的排風。放射性廢氣中通常含有放射性粉塵、氣溶膠、惰性氣體和揮發性核素等。與液體、固體廢物相比，氣載放射性廢物排放可能造成的污染范圍更大，對環境的影響更難預測和控制，因此，其凈化處理及排放控制更應引起足夠的重視。常見放射性氣體為85Kr、133Xe、222Rn等惰性氣體核素，不能用過濾法去除，一般可采用通風稀釋、貯存衰變、活性炭滯留、液體吸收、低溫分餾裝置等方法去除。同時，還存在放射性氣載低中放廢物，如氣溶膠，指的是固體或液體放射性微粒懸浮在空氣或氣體介質中形成的分散體系，粒徑為10-3～103μm，< 0.1μm不沉降，>10μm緩慢沉降。在82210工程，針對放射性氣體處理就采用了濕法除塵機理，即將廢氣中的顆粒或放射性物質與水或其它液體接觸，由于重力沉降、慣性碰撞、截留、擴散沉積與溶解等作用而去除廢氣中的顆粒和有害氣體。該方法除塵效率高，但耗能較大。

針對放射性廢液，由于其比活度、含鹽量差別很大，處理方法也不一樣。比較通行的是蒸發濃縮法，其工作原理為加熱把廢液中大量水份汽化，將放射性物質濃縮、減少廢液的體積。除少量易揮發性核素一起進入蒸汽和少量放射性核素被霧沫夾帶出去外，絕大部分放射性核素被保留在蒸發濃縮物中，貯存等待進一步固化處理，該方法較多用于放射性水平較高的廢液，可處理含鹽量高達200～300g/L的各種廢液。處理能力大（0.5～6t/h ），凈化效率高（103～106） ，減容倍數大（幾十倍至幾百倍）。

（二）水泥固化

水泥固化原理：水泥是一種無機膠結劑，經水化反應后可形成堅硬的水泥塊，能將砂、石等骨料牢固地凝結在一起。水泥固化放射性廢物就是利用水泥的這一特性。水泥固化不適用于放射性水平高、含易揮發核素和金屬腐蝕或輻射分解產生的氣體廢物。其優點在于抗壓強度高，自屏蔽能力強，耐輻射和耐熱性能好，工藝設備簡單，投資少。增容1.5～2倍，放射性核素的浸出率較高。通?？筛鶕U物的種類、性質選擇普通硅酸鹽水泥、礦渣硅酸鹽水泥、火山灰質硅酸鹽水泥，高鋁水泥等，添加劑為沸石（Cs）、硅灰（Sr）、粉煤灰（流動性）等。其中水灰比即摻入的放射性廢水與水泥質量之比一般控制為0.4～0.5，鹽灰比即廢物干鹽分與水泥質量之比控制區間為0.1～0.3，凝結時間指從和水可塑狀態到失去流動性，初凝時間大于1.5h，終凝時間小于48h ;同時考慮沁水性即水泥漿中泌出部分回流水，游離水應小于1%，水化硅酸鈣（C-S-H）是決定水泥強度的主要因素;C-S-H是水泥熟料硅酸三鈣和硅酸二鈣的水化產物，其組成不固定，統稱為C-S-H凝膠，C-S-H凝膠尺寸很?。?0-4～10-1μm ），由于C-S-H具有巨大的比表面積和剛性凝膠的特性，凝膠離子間存在范德華力和化學組合鍵，因此具有較高的強度，在充分水化的水泥石中，C-S-H凝膠約占70% ，為水泥的強度和結構穩定作出最大的貢獻。Ca（OH）2是隨硅酸三鈣和硅酸二鈣的水化而產生的六方體晶體，數量約占水泥石的20%，通常只起填充作用。因Ca（OH）2具有層狀結構，層間結合較弱，在受力較大時影響固化體強度，是裂縫的策源地。Ca（OH）2過多是降低水泥固化體強度的重要因素。試驗表明，加入添加劑可以將一部分Ca（OH）2轉化為（C-S-H）。水泥水化過程會形成很多毛細孔，導致固化體的實際表面積比幾何面積大幾千倍，使水泥固化體的浸出率提高，浸出率

核素浸出率：3H>137Cs>90Sr>60Co>239Pu，機械強度：>7MPa，一般為10～20MPa，熱穩定性<100℃，耐輻照性108Gy。水泥固化的工藝又分為桶外水泥固化和桶內水泥固化，兩種固化工藝均有采用，分別采用這兩種固化工藝的原因在于處置對象的不同，由于中低放廢液量較大，桶外固化工藝在生產效率上有較大優勢，因此采取此種固化方式;桶內水泥固化技術國內已完全掌握，從設計、設備制造、工程建設、調試及運行等方面均有一定的經驗，822100的桶內固化線主要針對的是焚燒灰等固體廢物，但該技術由于攪拌槳的清洗困難、廢物處理比例較低（處理廢物量/產出廢物量）、每種廢液的固化配方不同等缺點，將逐步被桶外固化技術取代。

（三）玻璃固化

由于高放廢液存在放射性強，度性強，半衰期長，發熱率高，算性強，腐蝕性大的特性，因此對高放廢液的貯存，處理及處置均較為復雜，同時也有更加嚴格和苛刻的要求。其中，材料要求為特殊耐蝕的不銹鋼，場址需經抗震計算和試驗，質量要求嚴格的探傷檢查，防護必須具備足夠的屏蔽厚度，結構通常為混凝土地下室，防漏處理為雙壁或者托盤，槽內冷卻系統保持廢液溫度60℃以下，空氣攪拌裝置防止沉淀和產生熱點，通風稀釋輻解H2等燃爆性氣體濃度，空氣凈化防止氣溶膠超標，監測液面、溫度、負壓、比重與泄漏，監測罐體腐蝕的掛片，備用貯槽和可靠的倒槽措施以及罐區實體保衛。

玻璃固化是利用玻璃這種化學性質不活潑的物質，在高溫狀態有液態性質，能溶解很多氧化物，使得高放廢液的核素能包容固定在玻璃網絡結構中，范圍為15～30%（質量百分比）。在82210工程采取的就是焦耳加熱陶瓷熔爐法，簡稱電熔爐，熔爐內裝若干對電極，采用電極加熱，爐體內襯耐火陶瓷材料，其工藝原理為高放廢液與基礎玻璃分別（或同時）加入熔爐中，完成蒸發、干燥、煅燒、熔融和澄清，熔池溫度達1150～1200℃，熔池表面大部分為煅燒物所覆蓋，以降低排氣溫度、減少夾帶和蒸發損失，熔制好的玻璃由底部出料。其浸出機理為在較低溫度浸泡時，浸出由離子交換反應控制速率，在較高溫度浸泡時，以網絡溶解反應控制速率，存在如下關系：

式中，Q——浸出率，t——浸出試驗時間，A、B——常數，短期浸出主要為水分子擴散與離子交換過程，與 ? ? 成正比，長期浸出主要為網絡溶解過程，與t成正比。最終熔鑄好的玻璃澆注到不銹鋼貯罐內，每次只有部分熔融玻璃從熔爐內排出，運行結束時，需將熔爐排空。其中的貴金屬沉積Ru-Rh-Pd造成高黏度和高電導，導致短路降低生產能力，改平底為75°錐底，完成澆注后，冷卻貯罐表面溫度<100℃再焊接封蓋，對貯罐外表面進行去污和檢測。不銹鋼的產品貯存系統自釋熱每罐達幾千瓦，固化體中心溫度要維持在析晶溫度之下（低于450℃），需要冷卻30～50年后才能地質處置，在此過程中需保持空氣冷卻：進氣溫度20℃，排氣溫度70℃;前期需強制通風，幾年后可采用自然通風。由于玻璃并不是廢物的包殼，裂變元素也并非和玻璃形成混合體，而是成為玻璃的組成部分，因此其放射性浸出率很低，還具有較高的抗化學腐蝕能力和良好的耐輻照性與熱穩定性，但是，由于玻璃固化工作溫度高，放射性核素揮發量大，設備腐蝕極為嚴重，需要特殊的耐高溫、耐腐蝕材料和高效的尾氣凈化系統，高放玻璃固化的另外一個特點是在極高的輻射條件下工作，必須進行高度自動化控制和維修，技術難度大，處理成本很高，因此在我們日常工作中也急需積累經驗，為以后更精細、全面的自動化控制提供相關經驗理論。